壓水堆核電廠運(yùn)行

     目錄
    第一篇
   第1章 有關(guān)基本概念
    1.1概述
    1.2裂變反應(yīng)
    1.3鏈?zhǔn)椒磻?yīng)
    1.4核反應(yīng)堆臨界
    1.5中子通量密度與核反應(yīng)堆功率
   第2章 反應(yīng)性
    2.1概述
    2.2反應(yīng)性與剩余增殖系數(shù)
    2.3反應(yīng)堆周期、啟動(dòng)率與反應(yīng)性
    2.4反應(yīng)性控制
    2.5固有反應(yīng)性效應(yīng)
   第3章 反應(yīng)性系數(shù)
    3.1概述
    3.2燃料溫度（Doppler）系數(shù)
    3.3慢化劑溫度系數(shù)
    3.4空泡系數(shù)
    3.5壓力系數(shù)
    3.6功率系數(shù)與功率虧損
    3.7再分布效應(yīng)
   第4章 燃耗與中毒
    4.1概述
    4.2核燃料同位素的產(chǎn)生與消耗
    4.3裂變產(chǎn)物的毒性
    4.4堆芯壽期、燃耗、核燃料轉(zhuǎn)換與換料
   第5章 反應(yīng)性控制
    5.1概述
    5.2化學(xué)補(bǔ)償控制
    5.3可燃毒物控制
    5.4控制棒控制
   第6章 反應(yīng)堆功率分布及其限制
    6.1概述
    6.2反應(yīng)堆功率分布
    6.3反應(yīng)堆功率分布限制
    6.4軸向中子通量密度分布
    6.5徑向中子通量密度分布
   第7章 反應(yīng)堆啟動(dòng)與停堆過(guò)程中的幾個(gè)問(wèn)題
    7.1概述
    7.2反應(yīng)堆啟動(dòng)過(guò)程中的幾個(gè)問(wèn)題
    7.3停堆過(guò)程中的幾個(gè)問(wèn)題
    第二篇
   第1章 核電廠運(yùn)行特點(diǎn)
    1.1核電廠與化石燃料電廠等比較
    1.2核電廠運(yùn)行工況分類(lèi)
    1.3核電廠工作人員的基本要求
    1.4核電廠運(yùn)行文件
   第2章 核電廠技術(shù)規(guī)格書(shū)
    2.1概述
    2.2定義
    2.3安全限值和安全系統(tǒng)限值的設(shè)定
    2.4運(yùn)行限制條件
    2.5監(jiān)測(cè)要求
    2.6設(shè)計(jì)特點(diǎn)
    2.7行政管理
    2.8廣東大亞灣核電廠技術(shù)規(guī)格書(shū)簡(jiǎn)介
   第3章 核電廠正常運(yùn)行
    3.1概述
    3.2核電廠加熱升溫
    3.3反應(yīng)堆啟動(dòng)至最小功率
    3.4功率運(yùn)行
    3.5功率運(yùn)行中的稀釋率與熱平衡計(jì)算
    3.6核電廠停閉——從100％額定功率至冷停堆模式
   第4章 核電廠異常運(yùn)行
    4.1概述
    4.2棒控系統(tǒng)故障
    4.3應(yīng)急加硼
    4.4發(fā)電機(jī)甩負(fù)荷
    4.5給水流量不充足
    4.6反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏
    4.7反應(yīng)堆冷卻劑泵異常
    4.8反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力異常
    4.9儀控通道失效
   第5章 核電廠事故
    5.1概述
    5.2未緊急停堆的預(yù)期瞬變（ATWS）
    5.3蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故
   附錄：蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故實(shí)例
    參考書(shū)目